فهرست مطالب

  • پیاپی 1 (زمستان 1391)
  • تاریخ انتشار: 1391/11/23
  • تعداد عناوین: 7
|
  • فاطمه عبدالکریمی، عفت یاحقی، امیر موافقی، کمال مصطفی نژاد صفحات 1-8
    برخی مواد رادیواکتیو در اثر فعالیت انسان به صورت انبوه در محیط زیست پخش می شوند. از جمله این فعالیت ها می توان به آزمایش های هسته ای و به ویژه به حوادث بزرگ نیروگاه های هسته ای مانند چرنوبیل و فوکوشیما اشاره کرد. پرتوگیری های خارجی و داخلی در نتیجه ورود این رادیونوکلئیدها (از طریق خوراکی ها، نوشیدنی ها و استنشاق هوای آلوده) به بدن، می تواند خطرات بالقوه و بالفعلی را برای انسان ایجاد کند. میزان این پرتوگیری ها بسته به نوع رادیونوکلئید، میزان آلودگی ورودی و مدت زمان متفاوت خواهد بود. از جمله مهم ترین موارد آلودگی هسته ای، سزیم137 است که در حوادث هسته ای چرنوبیل و فوکوشیما مقادیر متنابهی از آن وارد محیط زیست شده است که با توجه به نیمه عمر حدود 30 سال آن، مدت های طولانی در محیط باقی می ماند. در این تحقیق، برای بررسی نحوه جذب سزیم137 در بدن، از مدل چند بخشی شامل بخش های خون و سایر بافت ها استفاده شده است. با استفاده از حل معادلات چند بخشی از دو روش تحلیلی و عددی و با در نظرگرفتن پرتوزایی غذا به عنوان ورودی پرتوزایی سزیم در خون، بافت ها، ادرار و مدفوع محاسبه شده است. ضرایب انتقال بین بخش ها با توجه به پاسخ معادلات و داده های دفع سزیم از طریق ادرار و مدفوع ارائه شده در [1]ICRP-54 به دست آمده که با ضرایب محاسبه شده از طریق نرم افزار COMKAT با اختلاف مطلق در حدود 6-10× 5/5 مطابقت دارد. برای بررسی نحوه اثر مقدار رادیونوکلئید ورودی بر عکس العمل بافت ها، در حل معادلات حاکم بر مدل دوبخشی، ورودی های متفاوت پیوسته، ضربه ای، دوره ای و تصادفی در نظر گرفته شده و منحنی های ادرار و مدفوع در حالت های متفاوت به دست آمده است. اگرچه فرد در تمام این حالات، مقدار پرتوزایی معادل یکسان را دریافت می کند و انتظار می رود که پرتوزایی خروجی ادرار و مدفوع یکسانی مشاهده شود، به دلیل اعمال توابع ورودی متفاوت، عکس العمل بافت ها در هر حالت متفاوت است و پرتوزایی خروجی یکسانی مشاهده نمی شود. نتایج نشان می دهد درصد اختلاف این ورودی ها نسبت به ورودی ضربه ای مورد توصیه ICRP قابل ملاحظه است و برای تعیین پرتوگیری بدن در حوادث هسته ای باید مورد توجه قرار گیرد.
    [1] (International Commission on Radiation Protection)
    [1] (International Commission on Radiation Protection)
    کلیدواژگان: سزیم137، آلودگی هسته ای، مدل چند بخشی، مدل پخش دور برد، روش های تحلیلی و عددی، پرتوزایی ورودی
  • اکبر انوری، لاله صفرزاده صفحات 9-14
    محاسبه دز جذبی اطراف راکتورها در زمان کارکرد عادی و شرایط اضطراری برای ایمنی راکتورهای هسته ای بسیار ضروری است. در این پژوهش، میزان دز معادل موثر جذبی کل کارکنان و جمعیت اطراف راکتور تحقیقاتی تهران (TRR) ناشی از نشت پودر مولیبدن اکتیو در اثر اشتباه نیروی انسانی با استفاده از کد فیزیک بهداشتHOTSPOT نسخه 07/2 شبیه سازی و محاسبه شده است. در این تحقیق، فرض شده است که در حین خارج کردن آمپول کوارتز حاوی مولیبدن پرتودهی شده از کن آلومینیومی، بر اثر اشتباه نیروی انسانی آمپول کوارتز شکسته و پودر مولیبدن به صورت گاز و ذرات معلق در هوا از دودکش آزمایشگاه رادیوایزوتوپ ها خارج و در محیط اطراف منتشر می شوند. در کد HOTSPOT از مدل توزیع گوسی برای محاسبه انتشار مواد رادیواکتیو استفاده شده است. محاسبات برای هر شش کلاس شرایط آب و هوایی پاسکال و سرعت های متفاوت باد برای کارکنان و ساکنان قرار گرفته تا شعاع صد کیلومتری راکتور انجام شده است. نتایج به دست آمده نشان می دهند که دز جذبی کارکنان و ساکنان اطراف راکتور تحقیقاتی تهران، ناشی از انتشار پودر فعال مولیبدن بسیار کمتر از میزان مجاز است.
    کلیدواژگان: بررسی دز جذبی، حادثه هسته ای فرضی، راکتور تحقیقاتی تهران
  • مجتبی شمسایی ظفرقندی، پروین احمدی صفحات 15-18
    با استفاده از کد مونت کارلو (MCNP) می توان دزهای رسیده به اندام های حساس مانند شکم، پروستات، کبد و کلیه ها را در آزمایش براکی تراپی پروستات محاسبه کرد. بدین سبب که با افزایش دز رسیده به اندام های نزدیک پروستات، احتمال ابتلا به سرطان نیز افزایش می یابد، این تحقیق مهم و کاربردی خواهد بود. در این تحقیق با استفاده از کد MCNP 4C انرژی رسیده به این اندام ها با منابع رادیوایزوتوپ131Cs ، 103Pd و 125I محاسبه شد. نزدیک ترین اندام به پروستات، بیشترین انرژی و دورترین اندام، کمترین انرژی را دریافت کرده است. دز رسیده در هر تبدیل در اندام ها محاسبه و در آخر با توجه به فعالیت منابع مقدار دز کل رسیده به اندام ها محاسبه شد. دز رسیده به پروستات به ترتیب حدود 80، 96 و 102 گری برای131Cs ، 103Pd و 125I می باشد. شکم بالاترین دز (Gy 2) و ریه کمترین دز (0.27×10E-4 Gy) را دریافت کرد.
    کلیدواژگان: براکی تراپی، پروستات، دزیمتری
  • مصطفی زاهدی فر، حمیده قیام، احسان صادقی صفحات 19-24
    در این تحقیق، سالیابی نمونه سفال به دست آمده از شهرستان آران و بیدگل، واقع در استان اصفهان به روش ترمولومینسانس انجام شد. منحنی درخشش گرمالیانی نمونه های طبیعی و نمونه های طبیعی پرتودهی شده با پرتو های گاما توسط چشمه 60Co، با یکدیگر مقایسه و ناحیه افقی از تقسیم داده های این دو منحنی بر هم تعیین شد. دز معادل با استفاده از اختلاف منحنی پاسخ گرمالیانی نسبت به دز گاما برای نمونه های طبیعی و تابکاری شده Gy 17/10 به دست آمد. با توجه به میزان دز محیطی و مقدار به دست آمده برای دز معادل سالیابی نمونه مورد نظر انجام گرفت و مشخص شد که نمونه مورد نظر متعلق به دوره پیش از اسلام است.
    کلیدواژگان: سالیابی، ترمولومینسانس، کوارتز، سفال
  • مجید زمانی، دلنواز فرودین، محمدرضا کاردان، نادر طالاری صفحات 25-30
    امروزه بسیاری از تجهیزات و دستگاه های با کاربرد عمومی به منظور افزایش دقت، سهولت در کار و نیز کارآیی بالاتر، مجهز به منابع مولد پرتوهای نوری، شامل پرتوهای فرابنفش، مرئی و فروسرخ شده اند. در برخی موارد، آثار بیولوژیکی به این گونه کاربردها نسبت داده شده است که مبنای علمی ثابت شده ای ندارند. از سوی دیگر، با توجه به کاربردهای عمومی این دستگاه ها و احتمال بروز خطرات بیولوژیکی، به خصوص بر روی پوست و چشم کاربران، لازم است میزان شدت موثر پرتوهای نوری و نیز نحوه صحیح کاربرد آن ها بررسی گردد. در این مقاله، تعداد 10 نوع دستگاه مختلف مولد پرتو با کاربرد عمومی (شامل 45 عدد نمونه کالا شامل 34 مارک و مدل مختلف) مورد بررسی قرار گرفته اند. بررسی ها نشان می دهد در صورتی که این دستگاه ها به روش صحیح مورد استفاده قرار گیرند، شدت پرتوهایی که به چشم و پوست کاربران می رسد، زیر حد استاندارد ملی ایران است، لیکن در صورت عدم آگاهی از تابش پرتو به علت برچسب زنی ناکافی و یا استفاده نادرست، خطراتی کاربران را تهدید می کند، لذا در نهایت راهکارهایی به منظور کاهش این خطرات پیشنهاد می شود.
    کلیدواژگان: پرتوهای ماوراء بنفش، فروسرخ، مرئی، کالاهای با کاربرد عام، استاندارد ملی ایران
  • دلنواز فرودین، فرید ناصح نیا، مجید زمانی، احسان رحیمیان محمدی صفحات 31-36
    افزایش سریع تعداد مشترکان تلفن همراه سبب شده است که تعداد ایستگاه های تلفن همراه (BTS) در سطح کشور رشد روزافزونی داشته باشد. به دنبال این پدیده، نگرانی های مردم از تاثیر تابش های الکترومغناطیسی آنتن های BTS بر سلامتی، افزایش یافته است. این تحقیق به منظور بررسی میزان پرتوگیری مردم از آنتن های BTS و مقایسه آن با حدود پرتوگیری مطابق با مقررات ملی و استانداردهای بین المللی انجام شده است. با توجه به استفاده از سیستم GSM در ایران، شدت تابش های الکترومغناطیسی در فرکانس های رادیویی مورد استفاده، در بیش از 1500 محل، 4500 نقطه و در نزدیکی بیش از 300 BTS نصب شده در شهرها و روستاهای مختلف کشور انجام شده است. اندازه گیری های مزبور در ساعات مختلف شبانه روز، برای شرایط متفاوت نصب آنتن و دکل و در نقاط با تراکم جمعیتی متفاوت صورت گرفته است. نقاط به صورت اتفاقی توسط تیم های اندازه گیری انتخاب شده و تلاش شده است که تمامی حالت های ممکن بررسی شود. نتایج حاکی از آن است که چگالی توان تابشی آنتن های BTS در نقاط اندازه گیری شده بسیار کمتر از حدود استاندارد پرتوگیری است و اغلب از 01/0 حد کمتر است. بدیهی است که با رعایت مقررات ملی و نظارت دائمی باید تلاش شود که این وضعیت پایدار بماند.
    کلیدواژگان: تابش های الکترومغناطیسی، تلفن همراه، چگالی توان، استاندارد
  • حمید روانبخش، حسین زمانی زینلی، علی اکبر میرزایی، ارژنگ شاهور صفحات 37-41
    در این طرح تحقیقاتی، طراحی، آماده سازی، کنترل کیفی و تولید چشمه استاندارد بسته و استوانه ای رادیوایزوتوپ 60Co از طریق واکنش 60Co (n،&gamma) 59Co طبق استاندارد های بین المللی مورد مطالعه قرار گرفته است. پس از تولید چشمه های 60Co، آزمون های کنترل کیفی شامل آزمون نشتی و آلودگی سطحی بر روی نمونه های تولیدی انجام گرفت، سپس فعالیت چشمه های تولیدی 60Co به وسیله اتاقک یونش کروی با حجم بزرگ 1 لیتری اندازه گیری شد. مطابق نتایج آزمون های انجام شده، نمونه های تولیدی فاقد نشتی و آلودگی سطحی بودند و فعالیت چشمه های 60Co تولیدی در راکتور تحقیقاتی تهران که در ستون گرمایی با شار نوترون های گرمایی cm-2S-1 1012×18/1 پرتودهی شده بودند، برابر 6/580 و 1/623 میکرو کوری به دست آمد. تحقیقات حاضر، نشان داد امکان ساخت چشمه های 60Co با پرتوزایی های مختلف به عنوان چشمه های استاندارد در کشور موجود است.
    کلیدواژگان: راکتور تحقیقاتی، تهران، تولید، کنترل کیفی
|
  • Fatemeh Abdolkarimi, Effat Yahaghi, Amir Movafegh, Kamal Mostafanezhad Pages 1-8
    Some dangerous radionuclides can be distributed in the environment because of human activities. Nuclear weapon tests and big nuclear catastrophic events such as Chernobyl and Fokushima accidents are among such activities. Cs-137 is one of the most important released radionuclides during the accidents. Due to its long half-life (around 30 years), it can exist in the environment after the nuclear contamination. Huge amount of Cs-137 have been released into the environment after Chernobyl and Fokushima accidents. Cs-137 can be dangerous both internally and externally. In this research, internal exposure and dose have been considered. Caesium-137 can easily enter to body through food, drink and breathing of contaminated air. Generally, duration and extent of the internal radiation depends on the kind of radionuclide and the amount of contamination. In this study, the multi-compartmental model was implemented to study of Cesium intake. The first compartment is the blood and the second one is other tissues. The Cesium activity in blood and other tissues was obtained by using analytical and numerical methods by considering food activity as input of equations. Transfer coefficients of the different tissues were obtained for assessment of model by solving the differential equations and ICRP-54 data. The transfer coefficients are in a very good consistency to the COMKAT software code results with the absolute difference in an order of 5.5×10-6. For study the input radiation to the tissue, different input conditions as the continuous, acute, periodic and random inputs were considered in differential equations system and the activity curves were obtained in urine and excretion in these conditions. The results indicates that although the human intake activity was assumed to be equal in all conditions but the excretion and the urine activity curves were different for different shape of input functions. Moreover, the results show the percentage difference between recommended ICRP input (impulse function) and the different inputs were significant and it must be considered for internal dosimetry after the nuclear accidents.
    Keywords: Caesium-137, Contamination, Two-compartmental model, Long-Range distribution model, Analytical, numerical methods, intake activity
  • Akbar Anvari, Laleh Safarzadeh Pages 9-14
    The assessment of the absorbed doses around the nuclear reactors in normal operation and emergency condition is urgent for nuclear reactors safety. In this study the total effective dose equivalent (TEDE) for public and personnel for active molybdenum powder discharge from the 5 MW Tehran Research Reactor (TRR) due to human error using HOTSPOT 2.07 health physics code was evaluated. It was assumed that removal of the irradiated Mo quartz ampoule from the aluminum during the process can be due to a human error, e.g. the ampoule may be broken followed by discharge of the molybdenum powder in the form of gas and particulate on the universal cell then dispersed in atmosphere by radioisotopes laboratory stack. The HOTSPOT 2.07 code uses a Gaussian plume model to calculate the air concentration and dose from radioactivity releases to the atmosphere. The atmospheric stability classes (A–F) with different wind speeds at various downwind distances up to 100 km from the reactor site were assumed for dispersion calculation. Results of simulation show that the TEDE values of molybdenum powder discharge from TRR were lower than the permissible effective dose.
    Keywords: Absorbed dose assessment, Hypothetical nuclear accident, HOTSPOT code, Tehran research reactor
  • Mojtaba Shamsaie Zafar Ghandi, Parvin Ahmadi Pages 15-18
    Using the Monte Carlo N-Particle computer code (MCNP), doses were calculated for organs of interest such as the stomach, prostate, liver, and kidneys while patients were undergoing prostate brachytherapy. This research is important because the doses delivered to the prostate are extremely high and the organs near the prostate are potentially at risk of receiving high doses of radiation, leading to increased probabilities of adverse health effects such as cancer. In this research, MCNP version AWT IMAGEC codes were used to calculate the imparted energies to the organs of interest due to125I, 103Pdand 131Cs treatment sources. The nearest organs to the prostate received highest energy depositions and the organs farthest from the prostate received the lowest energy depositions. Once the dose per transformation for each organ of interest is determined, then using the total transformation due to given activities of the sources over an infinite time would result in the total deposition of energy per kilogram of the related organ. All received doses in prostate were found to be 80, 96 and 102 Gy for 131Cs ¡ 103Pd and125I respectively. The stomach received the highest dose (2 Gy) and the lowest absorption obtained in lung (0.27 × 10-4Gy).
    Keywords: MCNP, Brachytherapy, Prostate, Dosimetry
  • Mostafa Zahedifar, Hamide Ghiam, Ehsan Sadeghi Pages 19-24
    Archeology dating of sample obtained from Vigoldistrict (center of Iran) was done using thermoluminecencse (TL) technique. The plateau region was determinedby comparing the TL glow curves of the samples received natural dose and those samples received natural dose plus gamma dosefrom the60Co source. The total equivalent dose of 10.17 Gy was obtained by the use of TL dose response of the samples. The archeology dating using the environmental dose, annual dose and equivalent dose were performed and it was found that the samples are from pre-Islamicperiod.
    Keywords: Dating, Thermoluminescence, Quartz, Pottery
  • Majid Zamani, Delnavaz Farvadin, Mohammad Reza Kardan, Nader Talari Pages 25-30
    Use of consumer products applying optical radiation (ultraviolet, visible and infrared radiation) sources is growing, in the society which also simplifies everyday ordinary jobs as well as raising the accuracy. There is some phobia in general public on such instruments that have not been approved scientifically. On the other hand optical radiation can cause health hazards especially for eyes and skin, so it is needed to consider standard exposure limits. In this work, optical radiation emitted by 45 instruments in common public use, consisting of 10 types, 34 brands and models were assessed. The results show that if the instruments comply with the international standards and also, users being aware of how to use them correctly their exposure could be below the recommended exposure limits. So ignoring these two points, they may have some health hazards for users. Finally some regulations are suggested for lowering the risk.
    Keywords: Consumer products, Ultraviolet, Infrared, Visible, Standard limits
  • Delnavaz Farvadin, Farid Naseh Nia, Majid Zamani, Ehsan Rahimian Mohammadi Pages 31-36
    Fast growth of the number of mobile phone subscribers in Iran, over the last few years, is the reason for construction of more and more base stations (BTS) especially in residential areas.
    As the BTS antennas emit radiofrequency (RF) electromagnetic energy, so it is the main concern of general public about their health and safety.
    The aim of this research work is to assess public exposure to RF radiation around BTS antennas. The public exposure is essential to remain within the limits defined in national standard for non-ionizing radiation- exposure limits, which is compatible with ICNIRP limits and approved by Iranian Regulatory Authority.
    Since Global System for Mobile Communication (GSM) is used in Iran, therefore RF radiation is measured in GSM frequency band in about 1500 locations and 4500 points, near the 300 BTS antennas. All measurements were carried out using a calibrated RF survey meter, in areas accessible to the public, all over the country, during three years.
    The results show that the power density levels are far below public exposure limits by a factor of 100 or more. Finally it is concluded that BTS antennas meet the criteria presented in national regulations in Iran.
    Keywords: GSM, Radiofrequency radiation, Measurement, Power density
  • Hamid Ravanbakhsh, Hossein Zamani Zeinali, Ali Akbar Mirzaii, Arjang Shahvar Pages 37-41
    In this work, the design, production and quality control of standard sealed cylindrical sources of 60Co by 59Co (n,&gamma)60Co reaction in the Tehran Research Reactor (T.R.R) tray to international standard is investigated. After production of 60Co sources, quality control, inclusive leakage and pollution superficial tests were done. Then the activity of sources was measured by a large spherical ionization chamber. The results showed that the sources didnt have leakage and that the pollution superficial and the activity of produced sources in Tehran reactor exposed to 1.18×1012 cm-2 s-1of thermal neutron flux in thermal column, were comparable values of 580.6&muCi and 623.1&muCi . We confirm that 60Co standard sealed sources can be made with research nuclear reactors in Iran.
    Keywords: 60Co, Nuclear reactor, Tehran, Production, Quality control